| 研究課題/領域番号 |
17H06231
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| 研究機関 | 東北大学 |
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研究代表者 |
橋爪 秀利 東北大学, 工学研究科, 教授 (80198663)
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| 研究分担者 |
遊佐 訓孝 東北大学, 工学研究科, 准教授 (60466779)
金 聖潤 東北大学, 工学研究科, 准教授 (50574357)
山村 朝雄 京都大学, 複合原子力科学研究所, 教授 (20281983)
近藤 正聡 東京工業大学, 科学技術創成研究院, 准教授 (70435519)
岡本 敦 名古屋大学, 工学研究科, 准教授 (50396793)
染谷 洋二 国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構, 六ヶ所核融合研究所 核融合炉システム研究開発部, 主任研究員(定常) (20589345)
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| 研究期間 (年度) |
2017-06-30 – 2020-03-31
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| キーワード | 核変換 / 高レベル廃棄物 |
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| 研究実績の概要 |
核融合炉に長寿命核分裂物質を含むCsを装荷した場合の、核変換量、生成核種、核発熱等評価のための中性子輸送解析及び燃焼解析を実施し、核融合中性子による消滅処理の妥当性検討を行った。ブランケット材の溶融塩Flibe (LiF-BeF2)にCsFを混ぜ込んだ体系にて数値解析を実施し、核融合出力1 GWtに対してCs-135の消滅量は1年あたり7.4 kgとなり、サポートファクターとして15程度になるとの結果を得た。さらに、LiF-BeF2-CsFの三元系溶融塩に対し分子動力学計算によって熱物性評価を実施した。CsFモル比を10％以下に抑えることが出来れば熱物性への影響は大きくないことを確認した。
発熱各種であるCs-137及びSr-90に対しても同様の数値解析評価を実施した。当該核種は中性子吸収断面積が極めて小さいため、高エネルギー核融合中性子によるノックアウト反応を利用した核変換を期待したが、十分な消滅量となるような装荷条件等は現状得られていない。
核変換システムを有する核融合炉を導入した場合の、核燃料サイクルにおける重元素のインベントリ推移について、簡単なシステムダイナミクスコードを作成し評価した。熱出力がそれぞれ1 GWt、2 GWtの核融合炉導入により、国内におけるMA核種のインベントリは平衡に達することを確認した。
核融合炉による核変換によりMAの大部分はPu-238へと変わるため、これらを高速炉に装荷した場合の炉心成立性を中性子輸送解析により評価した。Pu-238の核分裂断面積はPu-239と比して小さいため、実効増倍係数は単純に低下するものの、運転期間に伴う実効増倍係数の減少は抑えられえおり、条件を見直すことでより長期間運転が可能となる新燃料を提案できる可能性があることが示唆された。
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| 現在までの達成度 (区分) |
現在までの達成度 (区分)
2: おおむね順調に進展している
理由
これまでのMAに加えて、長寿命核分裂生成物に対する核変換量や発熱密度、そして装荷条件等の検討が進んでいること、それらを添加した溶融塩の熱物性予測が進んでいること、核変換後に生成した余剰Puの高速炉燃料適用性について評価が進んでいること等から、予定通りに研究が進んでいると判断した。
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| 今後の研究の推進方策 |
平成30年度に検討したCs-135に加え、残りの長寿命核分裂生成物について同様の評価を進める。溶融塩として添加できる核種の検討に加え、各核種に対する消滅量などを中性子輸送解析及び燃焼解析によって評価する。さらには複数の長寿命核分裂生成物を含む元素の添加を検討し、添加量の制限等の評価に加え、多元系溶融塩に対する熱物性の数値解析手法の開発を実施する。
MA装荷位置は安全性の観点からダイバータ下部を候補として検討を進めてきているが、近年リミターダイバータをインボード側に設置する案が提案されている。これを受け、逆のアウトボード側にMAを装荷すれば、高熱負荷を回避するだけでなく、緊急時において自然対流を利用した冷却機構も備えられる可能性がある。以上から、非対称のプラズマ配置となる炉設計の可能性を検討し、各条件における最適なMA装荷位置や装荷量限界等の検討を進める。
MA燃料は冷却材との共存性やこれまでの研究実績等から、酸化物燃料を第一候補として検討している。MAのみを含んだ核燃料データベース充足のため、MAの混合酸化物系におけるCALPHAD法を用いた状態図評価手法の確立を目指す。CALPAHD法における種々の熱力学モデルに対し、アクチノイドのような5f軌道の電子をもつ元素に対してもギブズエネルギーが正しく評価できるのかを検討する。
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